Комментариев: 026.12.2012

PROATOM.ru

Булат Нигматулин, профессор, доктор технических наук

  Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем сегодня существует как заманчивая научно-техническая идея, и в обозримом будущем будет интересен лишь как эксперимент, как отчаянная попытка решить бОльшую часть проблем ядерной энергетики в одном флаконе, т.е. в одной баковой конструкции.

 А потому, мягко говоря, недоумение вызывает заявление С.Кириенко на очередном заседании президиума комиссии по модернизации:«Росатом намерен ускорить создание демонстрационного комплекса ядерных энергетических технологий в рамках проекта "Прорыв", чтобы он появился уже к 2020 году, а не в период до 2030 года, как планировалось ранее… Сейчас мы предлагаем поставить даже более амбициозную задачу… Мы ставим задачу к 2020 году выйти не на демонстрацию отдельных элементов, — на создание полного комплекса».

 Попробуем разобраться, какие имеются предпосылки для подобных заявлений, учитывая, что Кириенко готов даже перераспределить внебюджетные средства в пользу этого проекта.

20 декабря мне довелось присутствовать на семинаре, где обсуждались варианты стратегии развития атомной энергетики. Один из них представлял Курчатовский институт, другой вызрел в недрах НИКИЭТа. Самое сильное впечатление – дежавю: как будто попал в 1999 год. Те же аргументы, те же сырые непроработанные идеи.

Но прошло 13 лет и ситуация и в мировой, да и в российской электроэнергетике существенно изменилась. И уже можно предугадать, что в этой области ждет нас в 2020 году – у той черты, где, как предполагается, мы увидим результаты реализации представленных стратегий.

Мы спешим в отцепленном вагоне

Признаю, что сам 13 лет назад был не чужд средмашевского романтизма, увлеченности верой и надеждой осчастливить человечество дешевой и относительно безопасной атомной энергией, за счет развития ядерных реакторов на быстрых нейтронах и с замкнутым топливным циклом. Ведь во все предшествующие времена, да и сегодня, среди атомщиков эта вера близка к религиозной.

Однако сейчас мне куда ближе высказывания академика Алексея Александровича Макарова, директора Института энергетических исследований. Он также принимал участие в обсуждении стратегий и заявил, обращаясь к аудитории «пора перестать верить, что атомная энергия несет миссианскую роль в энергетике России и мира. О такой ее роли еще в 80-х гг. провозгласил академик Анатолий Петрович Александров. Сегодня атомная энергетика да и другие технологии производства электроэнергии развиваются в жесткой конкурентной борьбе. В мире за последние годы доля производства электроэнергии на АЭС упала с 17% до 13%, да и в России со следующего года эта доля начнет снижаться. Надо иметь в виду простую мысль, в равноправной конкурентной борьбе выигрывают те участники (технологии), которые снижают цену без ущерба для качества продукта или услуги.

В России цена электроэнергии для средних промышленных предприятий (без НДС и других налогов на электроэнергию) на 33% дороже, чем в среднем в странах ЕС, на 44%, чем в Германии, и в 2,4 раза выше, чем в США, если сравнивать правильно, через паритет покупательной способности валюты, осредненной по всем валютам стран ЕС, или ППС $ США. В создание такой провальной ситуации вносит свой немалый вклад и российская атомная энергетика. Если сегодня на оптовом рынке электроэнергии и мощности средняя цена электроэнергии от АЭС равна 1,30 руб. – 1,40 руб. за кВт.ч, пересчитанная по одноставочному тарифу, при 1 ППС $ =18 руб. (данные Росстата), то 1 кВт.ч стоит 0,075 ППС $, а в США – 0,02 $ или в 3,5 раза дешевле. Если даже убрать инвестиционную составляющую в тарифе, а это примерно половина цены на электроэнергию от АЭС, то все равно стоимость электроэнергии от российских АЭС в 1,9 раза дороже, чем от американских. Как же сегодня должен относиться российский потребитель к отечественной атомной энергетике при таком соотношении цен.

В России в ближайшие 10-15 и более лет среднегодовой темп роста электропотребления составит 1 – 1,2% (и это в отсутствие экономического кризиса). Страна абсолютно обеспеченна энергоносителями для ТЭС, но при этом, они крайне неэффективно используются. И в этой ситуации, ну нет более актуальной проблемы, чем развивать атомную энергетику путем перехода на быстрые реакторы с замкнутым топливным циклом! Коллеги, давайте сделаем сначала конкурентоспособный и комплектный (включая АСУ ТП) проект АЭС с ВВЭР, предложим современную организацию его строительства. Концерн «Росэнергоатом» подсчитывает убытки, у компании нет средств не только на обещанные Кириенко БН-1200 (т.е. Быстрый Натриевый), но и на замещающие мощности Курской АЭС. Прежде чем объявлять всему миру о грядущем «прорыве», оглядитесь – где потенциальный потребитель? Этот российский «прорыв» не ждут в странах с развитой атомной энергетикой. Не актуален он в обозримой перспективе и для России. Может быть, к нему проявят интерес Индия или Китай? Я не слышал об их готовности финансово участвовать в наших экспериментах.

Между тем затраты на разработку и сооружение опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем уже предусмотрено более 40 млрд руб. (около 25 млрд на БРЕСТ-300-ОД и 17 млрд - на пристанционный ЯТЦ), и это только начало! Что в разы больше, чем финансирование (государственное и частное) на НИОКР и промышленное освоение всех вместе взятых реакторных и нереакторных технологий в отечественной электроэнергетике: ВВЭРы, ГТУ, гидротурбины, паровые турбины, угольные и газовые котлы, распределенная энергетика, сверхпроводимость, новые материалы в электроэнергетике и т.д.

В соответствии с ТЗ на «Прорыв» в результате выполнения работ по проекту должны быть реализованы: проект головного энергокомплекса, включающего АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 1200 МВт (эл.) и производства по регенерации и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению (объектами полного ЗЯТЦ), для сооружения в 2025 г.

На конец 2011г. разработано дополнение к ТЗ на энергоблок. ТЗ на экспериментальные стенды. От ТЗ до «создания полного комплекса» - 9 лет.

К концу 2012 г. должны быть разработаны КД на экспериментальные изделия и стенды, а также осуществлено их изготовление.

В проекте «Прорыв», по сравнению с ФЦП "Ядерные энерготехнологии нового поколения на 2010-2015 годы и на перспективу до 2020 года», произошло расширение работ, связанное с созданием пристанционного топливного цикла для БРЕСТ-ОД-300 и проекта энергоблока БРЕСТ-1200, входящего в энергокомплекс с производствами ЗЯТЦ. Добавление этих работ, по видимому, должно позволить в 2019 г. сравнить проекты БРЕСТ-1200 и БН-1200 (входит в состав «Прорыва») и принять решение о выборе головного энергоблока (2019 г.) с целью создания энергоблока нового типа (2025г.).

Суть поставленных задач понятна. Непонятно только как можно сравнивать две технологии, одна из которых (БН) отработана, функционирует и совершенствуется, а другой нет пока даже на бумаге в необходимом объеме, и вероятность реализации этой технологии к 2020 г. крайне мала. Поэтому выбор можно делать уже сегодня, так как к 2025 году ничего кроме БН-1200, с нерешенными проблемами безопасности (горение и кипение натрия) и экономической неконкурентоспособности (стоимость строительства установленного кВт мощности у БН-800 выше, чем у ВВЭР-1200 в 1,7 раз), кроме того, более дорогостоящий в эксплуатации и, соответственно, более высокой себестоимостью производства электроэнергии. И это уже не говоря о сравнении со стоимостью строительства парогазовых или угольных блоков ТЭС и, тем более, со стоимостью их реконструкции и техперевооружения.

По заявлениям разработчиков технология реакторов БРЕСТ связана с новым подходом к обеспечению безопасности, заключающимся в последовательной реализации принципа внутренне присущей безопасности, достигаемой, главным образом, за счет естественных процессов, обратных связей, физических и химических качеств и закономерностей, присущих цепной реакции, топливу, теплоносителю и другим компонентам. Таким образом, предполагается в полной мере реализовать детерменистический подход по обоснованию безопасности.

Такой подход, в соответствии с ТЗ на «Прорыв» основывается на том, что все учтенные при разработке проекта исходные события с наложением отказов (кроме ядерного нападения и других экстремальных внешних воздействий, приводящих к полному разрушению АЭС), могут привести только к проектным авариям. Поэтому из концепции ядерной и радиационной безопасности РУ БРЕСТ исключено понятие запроектной аварии, а также тяжелой аварии с повреждением элементов активной зоны и ее расплавлением, что обеспечивает исключение радиоактивного выброса, требующего эвакуации населения за пределами зоны планирования защитных мероприятий.

На данном этапе разработки проекта не приведены убедительные обоснования для исключения из анализов безопасности запроектных аварий, учитывая наличие в реакторе парогенератора, размещенного непосредственно в теплоносителе первого контура, с высоким уровнем давления и возможность множественного разрыва теплообменных труб, возможность превышения допустимых температур в реакторе при наложении ряда отказов с учетом внешних воздействий, что может привести к расплавлению активной зоны, образованию критических масс, накоплению водорода, выходу активности за пределы АЭС.

Высокая материалоемкость и габариты РУ со свинцовым теплоносителем, необходимость сооружения герметичной оболочки на высокое давление (естественная безопасность), отсутствие конструкционных материалов, обеспечивающих выгорание топлива на уровне 10-15%, низкий коэффициент готовности энергоблока, не позволяют рассчитывать сегодня на конкурентоспособность и этого типа быстрого реактора.

В итоге, результат по выбору АЭС с быстрым реактором для крупномасштабной энергетики в рамках проекта «Прорыв» с высокой вероятностью окажется прорывом в никуда.

Это подтверждается и утверждениями самих авторов проекта БРЕСТ-ОД-300 о том, что многие принципиальные вопросы, необходимые для разработки технического проекта энергоблока, еще далеки от решения: физика реактора, топливо, теплогидравлика, стойкость конструкционных материалов, поддержание кислородного режима во всех зонах реактора, фабрикация топлива, пристанционная переработка облучённого топлива и многие другие. То есть руководство Росатома предлагает без достаточных оснований вписать два проекта БРЕСТа на 300 и 1200 МВт в государственную инновационную программу с очень большими затратами, но без всяких гарантий успеха.

Как при огромном количестве нерешенных вопросов можно было принимать решение о строительстве натурного реактора мощностью аж 300 МВт!

Мировой и российский опыт говорит о том, что нельзя в таких масштабных и сложных делах перескакивать через необходимые этапы. Мы помним, как создавались быстрые реакторы: после экспериментальных и расчетных работ все проверялось в петлевых испытаниях в исследовательском реакторе, затем на опытном реакторе небольшой мощности (5 – 60 МВт). И только потом переходили на мощность 350, 600 и сейчас на 800 МВт. Надо сказать, что за прошедшие 60 лет так и остались нерешенными главнейшие вопросы: с топливом и воспроизводством ядерного топлива.

А пока под разговоры о центрах ответственности нам безответственно предлагают набор благих намерений команды, не подкрепленных экспериментальными и расчетными обоснованиями, добротными и продолжительными ресурсными испытаниями, как отдельных элементов и систем, так и установки в целом. Без демонстрации работоспособности отдельных элементов создание полного комплекса невозможно – это аксиома.

Мне непонятно, что заставляет нас скакать, вместо того, чтобы передвигаться поэтапно от одной цели к следующей.

Многие специалисты говорят о целесообразности уменьшения мощности опытного реактора до 30 МВт. А еще лучше проект "Прорыв" начинать с крупномасштабного теплофизического стенда. Убедиться в понимании проходящих процессов, уточнить теорию, набраться опыта. Зачем нужна такая спешка?

Химеры «Прорыва»

Теперь об отдельных фундаментальных проблемах реакторов БРЕСТ, которые необходимо было решить до разработки технического проекта:

1. Ядерное топливо. По топливу на этот год запланировано начало разработки проектной документации, изготовление квалификационной партии твэлов с нитридным смешанным топливом для ЭТВС БН-600. По результатам послереакторных исследований твэлов с нитридным смешанным топливом и свинцовым подслоем, облученных в составе ЭТВС, предполагается сделать итоговые выводы по работоспособности твэлов данной конструкции и предложения по ее совершенствованию. В этом году планировалось получить результаты испытаний твэлов с нитридным смешанным топливом в РУ БОР-60. В реальности, по словам Е.Адамова, эти твэлы в процессе изготовления, их еще только собираются загрузить а активную зону БОР-60 в начале следующего года. Таким образом, сколько-нибудь значимых результатов, которые позволили бы главе Росатома, делать столь оптимистичные прогнозы, пока не просматривается.

Нитридное ядерное топливо нигде никогда и никем не использовалась в ядерной энергетике. Авторы утверждают, что радиационное распухание составит 1% на 1% выгорания топлива, воздействие топлива на оболочку твэлов к концу кампании избыточным газовым давлением будет менее 2МПа, аварийное охлаждение реактора предусмотрено с помощью воздушных теплообменников типа трубок фильда, опущенных в периферийные зоны реактора. Однако эти утверждения не обоснованы. Авторами не рассмотрен случай эффективности аварийного расхолаживания реактора, когда еще отключаются насосы. И вообще не рассмотрены все аварийные ситуации при отключении насосов. Авторы говорят о возможном перекрытии проходного сечения ТВС окислами свинца, но не раскрывают последствия этого.

Специалисты утверждают, что у нитрида очень невысокий температурный порог по работоспособности. Если твэл зальется свинцом, то получится массоперенос продуктов деления внутри твэла и газовые пузыри, от которых будут локальные пережоги оболочек с внутренней стороны. В любой ситуации с превышением температурного порога работоспособности этого топлива его "разорвет" внутренним давлением накопленных газообразных продуктов деления.

Высвобождение азота из нитридного топлива в процессе деления, по всей видимости, будет приводить к азотированию оболочки, к образованию нитридов и азидов продуктов деления. Азот через неплотности твэла может попасть в свинец, тогда образуется азид свинца, применяемый в военной промышленности, как взрывчатое вещество.

2. Эффективность СУЗов не доказана, также и по системе аварийного расхолаживания реактора. Принятая квадратная решетка твэлов недоисследована. Коррозионные и прочностные исследования даже на моделях не закончены.

3. Свинцовый теплоноситель. Авторы проекта сами признают, что недостаточно знаний по свинцу. Поэтому "целесообразно выполнить с привлечением максимального количества российских и зарубежных специалистов для расчётного анализа БРЕСТа", что требуется полномасштабная расчетная модель этого реактора для обоснования его физики. Пока в ряде случаев наблюдается расхождение между расчетными и очень ограниченными экспериментальными данными до 30% и более.

А главное - до сих пор нет технологии теплоносителя, а, следовательно, не решен вопрос с совместимостью теплоносителя и конструкционных материалов.

Свинец активно взаимодействует со сталью в активной зоне при температуре свыше 400°C. Значит, понадобятся новые стали и сплавы, а это, по-хорошему, десятки лет исследований.

В ТЗ на ПРОРЫВ утверждается, что свинец не кипит и в том же ТЗ упоминается проблема кавитации ГЦН (на НИОКР по проблеме кавитации выделено несколько десятков миллионов рублей). Кроме того, действительно при давлениях в БРЕСТе температура кипения свинца 2100К и выше, однако, при нулевом давлении эта величина падает до 600К (температура свинца на входе 693К). Таким образом, в отраженных ударных волнах или при вихревом течении возможно взрывное вскипание свинца.

И наконец, как разогревать и заполнять бак реактора жидким свинцом, а его заполнение требует непрерывной работы около 7 месяцев (?)

4. Парогенератор. Как вынимать прохудившиеся парогенераторы и как их очищать от свинца и наведенной активности? Похоже, парогенераторы ремонтонепригодны. Проектная кампания БРЕСТа всего 30 лет, а ВВЭРы - уже сейчас на 60 лет.

Проблема разрыва трубок парогенератора в тяжелой несжимаемой жидкости с температурой свинца выше критической температуры для воды. Возникает так называемый обратный паровой взрыв, когда вода, диспергируя, в свинце быстро превращается в перегретый пар (или сверхкритический горячий флюид). По данным западных экспериментов по взаимодействию воды со смесью свинца и висмута давление достигает 170% от давления воды, для случая БРЕСТа оно составит 18х1.7=30.6 МПа. Проблемой в полной постановке никто не занимается.

Проблема ресурса парогенератора. При переходе на докритическое давление возможен переход в режим закризисного теплообмена, причем точка перехода «плавает» по длине канала, существенно снижая ресурс парогенерирующих трубок.

Проблема отмывки парогенератора. Существующие технологии работают при температурах немногим более 100 градусов. Как отмывать при рабочих температурах свинца 400-500°?

5. Проблема ресурса трубопроводов. На выходе из реактора смешиваются два потока свинца – горячего из зоны и холодного из байпаса. Возникает термическая стратификация в выходном трубопроводе, приводящая к термическим напряжениям.

6. Проблема расчетных кодов – в их практически полном отсутствии. Реактор 21 века считается, чуть ли не на калькуляторе. Основной разработчик кодов нового поколения – организация РАН ИБРАЭ за три года работы отчитывается практически одними отчетами. Бюджет 2012г на коды почти миллиард. В Росатоме нет квалифицированной приемки и сопровождения развития кодов. Если ИБРАЭ переключится на термояд, ПРОРЫВ останется вообще голым.

7. Проблема КПД. Вода на выходе из машзала имеет температуру 340 и выше. Для ВВЭР допускается байпас ступеней ПВД с понижением температуры на 60 градусов (с 225 до 164). Для Бреста отказ ПВД может привести к замерзанию свинца. Вопрос достижения заявленных кпд и КИУМ также остается открытым.

И, наконец, о пристанционном ядерном топливном цикле (ПЯТЦ). Очевидно, для его реализации необходим бассейн выдержки отработавших сборок, т.к. необходима перманентная замена топлива для очистки его от продуктов деления. Уровень проработки уран-плутониевого топливного цикла сегодня не позволяет с уверенностью говорить о возможности его замыкания, не понятно, например, как фабриковать регенерат с отсутствием разделения и контроля отдельного содержания изотопов урана и плутония в топливе. Радиохимики пока не знают, как фабриковать «фонящий» реакторный плутоний. Таким образом, ПЯТЦ упирается в технологии, которых пока нет.

У переработанных ТВС должна быть дистанционная технология сборки, так как в них будут присутствовать осколки деления, должна быть другая защита от плутония. У нас нет готовых заводов по дистанционному изготовлению такого регенерированного топлива.

Воспроизводство топлива, как необходимое условие замыкания ЯТЦ, не подтверждено более чем тридцатилетней эксплуатацией БН-600 на Белоярской АЭС – не было создано и апробировано никаких новых видов топлива.

Приступая к разработке замкнутого топливного цикла с каким-либо типом ядерного реактора, следует оценить, начнут ли при его внедрении снижаться объёмы накопленного ОЯТ. Без решения проблемы переработки и рециклирования уже существующего ОЯТ все "прорывные" реакторные технологии не стоят даже той бумаги, на которой их рисуют.

К сожалению, экономическая эффективность пристанционного цикла переработки топлива пока не обнародована, если конечно кто-нибудь прикидывал, сколько будет стоить здание ПЯТЦ и как обеспечить в нем "естественную" безопасность. Здание, где будет происходить рефабрикация, должно быть накрыто двойной защитной оболочкой (от самолета и внутренних событий), оборудовано системами безопасности, включая пассивные, обеспечивать требуемую сейсмостойкость и т.д. Ведь перерабатываемое топливо токсично, на воздухе пирофорно. По предварительным прикидкам здание ПЯТЦ существенно больше реакторного здания БРЕСТ-300, а удельная стоимость ПЯТЦ на порядок дороже, чем переработка на большом заводе с мощностью 1000 тонн ОЯТ в год.

Абсолютно непонятно, почему технологические проблемы, связанные с использованием нового топлива, теплоносителя, новых компоновок реакторов, равновесного замкнутого топливного цикла, выжигания долгоживущих отходов сегодня нужно решать в обстановке чрезвычайности, а не в рамках Целевой долгосрочной программы Росатома. А еще лучше – путем создания международной команды исследователей и конструкторов с привлечением внешних инвестиций, а не взваливать всю финансовую нагрузку на Россию.

Актуальность ЗЯТЦ для нашей сравнительно небольшой атомной генерации сильно преувеличена, эта проблема куда острее стоит в США, во Франции, но там никто не бросается, очертя голову, в «Прорыв».

Бенефициары проекта и другие заинтересованные лица

Инициаторы этого сверх всякой меры распиаренного проекта, любят сравнивать «Прорыв» с атомным проектом СССР. Есть в этом некое циничное навязывание обществу сомнительных идей, будто для него свинцовый БРЕСТ - эквивалент национальной безопасности и независимости страны.

Зачем России в одиночку штурмовать сложнейшие технологические проблемы, связанные с быстрыми реакторами и замыканием ядерного цикла? Убедительных ответов на эти вопросы не слышно, в мифы о мировом атомном ренессансе и жесточайшем дефиците урана-235 уже не верят даже домохозяйки.

Е.А. Адамов – хороший психолог, прекрасно знает, как организовать пиар-кампанию «Прорыва». Он точно оценил степень некомпетентности нынешнего руководства Росатома и желание стоящих у власти следовать заявленным модернизационным приоритетам, в числе которых и атомная энергетика. Команда Кириенко не способна выстроить приоритетность задач, стоящих перед атомной энергетикой, оценить актуальность и возможность реализации предлагаемых проектов, а потому, как за дудочкой крысолова, ведет отрасль по ложному пути, не удосуживаясь объяснением, для чего нужно сегодня "прорывать" то, что в течение многих десятилетий исследовалось.

И вот сегодня, как чирей на чувствительном месте, выскакивает проект со свинцовым теплоносителем и начинается лихорадочное освоение бюджета ФЦП. История, как всегда, нас ничему не учит: каждому времени свой Трофим Денисович Лысенко. Хотя, казалось бы, громкие истории с тупиковыми проектами, на которые были потрачены огромные государственные средства, в энергетике широко известны. Взять хотя бы МГД-генератор, который проектировался и экспериментировался на двух установках У-02 на Болотной набережной и У-25 на Дмитровском шоссе. Такой генератор должен был быть установлен на Рязанской ГРЭС. Но все кончилось фиаско. Не помог и американский супермагнит для У-25. Или модульный ядерный реактор с теплоносителем N₂0₄ – огромные деньги и 20 лет потрачено на тупиковое направление.

Если бы эти деньги и усилия ученых, инженеров и рабочих были потрачены на развитие крупных газовых турбин, мы сейчас не закупали бы их за границей десятками штук. На тот момент, когда силы время и деньги были брошены на МГД-генератор, по газовым турбинам мы были еще впереди всей планеты. У нас была самая современная и самая мощная газовая турбина ГТ-100 на мощность 100 МВт (их изготовил ЛМЗ в количестве 6 штук).

Тут есть еще такие аспекты как моральный и кадровый. Большие деньги на большой срок, брошенные на «Прорыв» развратят институты, КБ и специалистов (которых остро не хватает). Все они становятся заложниками корпоративных интересов. Бенефициары проекта, точно поняли, как связать всех круговой порукой. Участники «Прорыва» откровенно говорят: «Дают деньги, почему бы их не взять, а других нет. Видим, что туфта, но молчим».

Это потому, что в отрасли больше нет института репутаций – научных, да и человеческих. Иначе параллельно со стратегиями и технологиями должно быть обсуждение кандидатур тех, кому доверяются большие деньги.

При этом я не исключаю, что реакторы с жидкометаллическими теплоносителями в принципе могли бы найти применение, в частности, в малой и судовой энергетике. Но говорить об опытно-промышленной установке можно только после того как будут решены следующие проблемы:

- найдены подходящая композиция на основе свинца и технология поддержания его физико-химического режима;

- разработаны и испытаны конструкционные материалы с минимумом паразитного поглощения нейтронов и удовлетворительной совместимостью с ЖМТ и топливом;

- разработан и испытан твэл (топливо, покрытия или оболочки и т.д. и т.п.) и технологию его безопасной переработки после облучения;

- разработано оборудование технологического контроля для свинцового теплоносителя и пара высокого давления для таких высоких температур.

В завершении, я хочу еще раз повторить свое мнение (http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=3572), что, если будет развиваться атомная энергетика на быстрых реакторах с замкнутым топливным циклом, ХОТЯ ЭТО ДАЛЕКО НЕ ОЧЕВИДНО, то она будет базироваться на водяном теплоносителе-рабочем теле, и параметры пара перейдут из докритической области (ВВЭР или ВК) в сверхкритическую (БР), и при этом энергоблок будет одноконтурным. Это диктуется всей логикой развития мировой теплоэнергетики.

Сегодня критический период для мировой атомной энергетики. Из-за неопределенности перспектив, энергомашиностроительные компании в Европе и Японии переориентируют бизнес, горнорудные – закрывают урановые проекты. Именно сейчас любая крупная неудача атомщиков вызовет чувствительный резонанс. Колосс на свинцовых ногах, рухнув, может похоронить не только направление быстрых реакторов с ЖМТ, но и эволюцию водо-водяных реакторов в России.

А.Ю.Гагаринский один из немногих, кто публично выступил против ПРОРЫВа. И это в тот момент, когда лично Кириенко приказал прекратить поносить "священную корову"! Это поступок! А где же позиция Курчатовского и других институтов отрасли?

Блеф очень скоро вскроется. И тогда окажется, что вместо того, чтобы потратить с умом для решения насущных проблем атомной энергетики, денежки из федерального бюджета Росатом выбросил в ПРОРЫВ.